EP0380381B1 - Crayon pour assemblage combustible d'un réacteur nucléaire résistant à la corrosion et à l'usure - Google Patents
Crayon pour assemblage combustible d'un réacteur nucléaire résistant à la corrosion et à l'usure Download PDFInfo
- Publication number
- EP0380381B1 EP0380381B1 EP90400082A EP90400082A EP0380381B1 EP 0380381 B1 EP0380381 B1 EP 0380381B1 EP 90400082 A EP90400082 A EP 90400082A EP 90400082 A EP90400082 A EP 90400082A EP 0380381 B1 EP0380381 B1 EP 0380381B1
- Authority
- EP
- European Patent Office
- Prior art keywords
- zirconium
- iron
- sheath
- tin
- surface layer
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Expired - Lifetime
Links
Classifications
-
- A—HUMAN NECESSITIES
- A23—FOODS OR FOODSTUFFS; TREATMENT THEREOF, NOT COVERED BY OTHER CLASSES
- A23L—FOODS, FOODSTUFFS, OR NON-ALCOHOLIC BEVERAGES, NOT COVERED BY SUBCLASSES A21D OR A23B-A23J; THEIR PREPARATION OR TREATMENT, e.g. COOKING, MODIFICATION OF NUTRITIVE QUALITIES, PHYSICAL TREATMENT; PRESERVATION OF FOODS OR FOODSTUFFS, IN GENERAL
- A23L2/00—Non-alcoholic beverages; Dry compositions or concentrates therefor; Their preparation
- A23L2/38—Other non-alcoholic beverages
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
- G21C3/02—Fuel elements
- G21C3/04—Constructional details
- G21C3/06—Casings; Jackets
- G21C3/07—Casings; Jackets characterised by their material, e.g. alloys
-
- C—CHEMISTRY; METALLURGY
- C22—METALLURGY; FERROUS OR NON-FERROUS ALLOYS; TREATMENT OF ALLOYS OR NON-FERROUS METALS
- C22C—ALLOYS
- C22C16/00—Alloys based on zirconium
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Definitions
- the invention relates to a rod for a fuel assembly of a nuclear reactor having improved resistance to corrosion and wear.
- the fuel assemblies of nuclear water reactors and in particular of pressurized water nuclear reactors comprise a framework in which are introduced fuel rods constituted by a sheath containing a nuclear combustible material, such as a uranium or plutonium oxide under form of sintered pellets.
- a nuclear combustible material such as a uranium or plutonium oxide under form of sintered pellets.
- the sheath produced from a zirconium alloy tube must have good resistance to corrosion under the effect of the primary fluid in circulation in contact with the outer surface of the sheath.
- a zirconium-based alloy containing mainly 1.2 to 1.7% tin, 0.18 to 0, is used to form the cladding of the fuel rods of the water-cooled reactor assemblies. , 24% iron and 0.07 to 0.13% chromium or a zirconium alloy containing 1.2 to 1.7% tin, 0.07 to 0.2% iron, 0.05 to 0.15% chromium and 0.03 to 0.08% nickel.
- the cladding undergoes internal corrosion due in particular to the interaction between the fuel pellets and the inner surface of the cladding. To reduce this internal corrosion, it has been proposed to deposit an insulation layer between the pellets and the sheath.
- the sheath is then rolled on a rolling mill with vocational steps, to its final diameter.
- the fuel rods the cladding of which consists of a duplex tube, have a markedly improved resistance to external corrosion in the atmosphere of the nuclear reactor.
- the hardness and the wear resistance of the surface layer are lower than those of conventional type alloy sheaths.
- the object of the invention is therefore to propose a pencil for a fuel assembly of a nuclear reactor, containing a nuclear fuel material, inside a sheath comprising an internal tubular layer and a surface layer of alloys of zirconium different from each other, this pencil having a resistance to external corrosion and to wear markedly improved as well compared to pencils whose sheath is constituted by a homogeneous tube made of zirconium alloy of conventional type as by compared to pencils having a sheath constituted by a duplex tube.
- the surface layer comprising a thickness of between 10 and 25% of the total thickness of the wall of the sheath is constituted by an alloy based on zirconium containing from 0.35 to 0.65% by weight d tin, from 0.20 to 0.65% iron, 0.09 to 0.16% oxygen as well as niobium in a proportion of 0.35 to 0.65% or vanadium in a proportion of 0 , 25 to 0.35%.
- the invention also relates to a fuel rod, the sheath of which comprises an internal tubular layer constituted by a zirconium alloy containing 0.8 to 1.2% of niobium and a surface layer according to the main characteristic of the invention.
- the sheath of the fuel rod according to the invention is obtained by extrusion and then rolling on a rolling mill with successive steps of a blank constituted by a tubular core of zirconium alloy on which is introduced an external tube having a composition corresponding to the composition of the surface layer as defined above.
- the fuel rod cladding according to the invention has the following dimensional characteristics: external diameter 9.63 ⁇ 0.04 mm, minimum total thickness of the cladding wall 0.605 mm, minimum thickness of the surface layer 0.060 mm.
- the internal tubular layer is produced from a zirconium alloy of conventional type and of common application in the case of the production of fuel rod claddings for assemblies intended for pressurized water nuclear reactors.
- Such a zirconium-based alloy designated under the name of Zircaloy 4, contains 1.2 to 1.7% tin, 0.18 to 0.24% iron, 0.07 to 0.13% chromium, 0.0080 to 0.0200% carbon, 0.0050 to 0.012% silicon and 0.0900 to 0.1600% oxygen, the percentages given being percentages by weight, the total of the percentages by weight of iron and chromium components between 0.28 and 0.37%. The balance is made up of zirconium, with the exception of unavoidable impurities, in very small proportions.
- compositions given (in weight percentages) of three surface layers corresponding to the embodiments 1, 2 and 3 of the invention respectively have been indicated in the table below, these layers having certain differences in composition between them, the addition elements introduced or the weight percentages of these elements.
- compositions of the surface layer of the fuel rods according to the invention are characterized by the presence of tin in a significant proportion of 0.35 to 0.65%, by the presence of iron in a proportion which can be variable but which is always between 0.20 and 0.65%, by the absence of chromium which can only be present as residual impurities in very small quantities as well as by the presence of one of the elements niobium and vanadium in significant and well-defined proportions.
- Vanadium and niobium make it possible to reduce the surface absorption of hydrogen by the sheath and therefore improve the corrosion resistance, in the atmosphere of the reactor.
- the duplex cladding of the fuel rod according to the invention as a whole has a homogeneous crystal structure in the form of recrystallized phase.
- the internal tubular layer consists of an alloy based on zirconium containing substantially 1% of niobium, to the exclusion of any other metal alloy element in significant quantity .
- This internal layer in all cases has the following weight composition: niobium 0.8 to 1.2%, oxygen 0.09 to 0.16%, the balance being made up, with the exception of unavoidable impurities in very small quantities , with zirconium.
- the sheaths of the fuel rods according to the embodiments 4, 5 and 6 differ from one another by the composition of their surface layer.
- Example 4 the surface layer has the composition given above in the case of Example 1.
- the surface layer pencil sheaths according to examples 5 and 6 show the compositions given above with regard to embodiment examples 2 and 3 respectively.
- the sheath in the final state has a completely recrystallized structure.
- the creep resistance at 400 ° of the fuel rod sheaths comprising an internal layer of zirconium-niobium alloy is much better than the creep resistance of the homogeneous or composite zircaloy 4 sheaths.
- the Zr-Nb alloy significantly reduces the risk of stress corrosion due to the pellet-sheath interaction, since this alloy has a lower loss of relative ductility than that of the alloys of prior art.
- the hardness of the surface layer at low or high temperature is much higher than the hardness of the corresponding surface layer of the composite sheaths according to the prior art.
- a zirconium alloy such as Zircaloy 2 containing 1.2 to 1.7% of tin, 0.07 to 0.2% of iron, 0.05 to 0.15% chromium, 0.03 to 0.08% nickel and 0.07 to 0.15% oxygen, the sum of the weight percentages of iron, chromium and nickel being between 0.18 and 0.38%.
- the fuel rods according to the invention can be used both in the case of fuel assemblies for nuclear pressurized water reactors and in the case of fuel assemblies for nuclear boiling water reactors.
Landscapes
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Chemical & Material Sciences (AREA)
- Metallurgy (AREA)
- Physics & Mathematics (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- Organic Chemistry (AREA)
- Mechanical Engineering (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- Materials Engineering (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Nutrition Science (AREA)
- Health & Medical Sciences (AREA)
- Life Sciences & Earth Sciences (AREA)
- Food Science & Technology (AREA)
- Polymers & Plastics (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Other Surface Treatments For Metallic Materials (AREA)
- Fuel-Injection Apparatus (AREA)
- Inorganic Compounds Of Heavy Metals (AREA)
Description
- L'invention concerne un crayon pour un assemblage combustible d'un réacteur nucléaire présentant une résistance améliorée à la corrosion et à l'usure.
- Les assemblages combustibles des réacteurs nucléaires à eau et en particulier des réacteurs nucléaires à eau sous pression comportent une ossature dans laquelle sont introduits des crayons combustibles constitués par une gaine renfermant un matériau combustible nucléaire, tel qu'un oxyde d'uranium ou de plutonium sous forme de pastilles frittées.
- La gaine réalisée à partir d'un tube en alliage de zirconium doit présenter une bonne résistance à la corrosion sous l'effet du fluide primaire en circulation en contact avec la surface extérieure de la gaine.
- On utilise de manière habituelle, pour constituer la gaine des crayons combustibles des assemblages des réacteurs refroidis à l'eau, un alliage à base de zirconium renfermant principalement de 1,2 à 1,7 % d'étain, de 0,18 à 0,24 % de fer et de 0,07 à 0,13 % de chrome ou encore un alliage de zirconium renfermant de 1,2 à 1,7 % d'étain, de 0,07 à 0,2 % de fer, de 0,05 à 0,15 % de chrome et de 0,03 à 0,08 % de nickel.
- Afin d'améliorer la tenue à la corrosion sous irradiation des gaines de crayons combustibles, dans l'ambiance du réacteur nucléaire en fonctionnement et d'augmenter ainsi la durée de vie des assemblages combustibles dans le coeur, on a proposé des modifications ou ajustements de la composition des alliages de zirconium mentionnés ci-dessus ou encore de les remplacer par des alliages renfermant des éléments tels que le vanadium, le niobium ou le cuivre.
- Ces alliages ne présentent cependant pas d'avantages décisifs par rapport aux alliages utilisés couramment dont la composition est rappelée ci-dessus, dans la mesure où leurs caractéristiques mécaniques et en particulier leur dureté et leur résistance à l'usure sont généralement inférieures à celles des compositions utilisées couramment.
- En plus de la corrosion de leur surface externe exposée au fluide de refroidissement du réacteur nucléaire, les gaines subissent une corrosion interne due en particulier à l'interaction entre les pastilles de combustible et la surface intérieure de la gaine. Pour réduire cette corrosion interne, on a proposé le dépôt d'une couche d'isolation entre les pastilles et la gaine.
- On a également proposé, dans la demande de brevet EP-A-0.212.351, de réaliser la gaine sous la forme d'un tube duplex comportant une couche intérieure tubulaire en un alliage de zirconium de type classique tel que décrit plus haut et une couche de surface améliorant la tenue à la corrosion de la gaine en un alliage de zirconium différent de l'alliage constituant la couche interne, renfermant du fer ainsi que l'un au moins des éléments vanadium, platine et cuivre. Cette couche de surface dont l'épaisseur représente 5 à 20 % de l'épaisseur totale de la paroi de la gaine peut être réalisée par extrusion d'une ébauche constituée par un tube intérieur en alliage de zirconium de composition classique, sur lequel est enfilé un tube extérieur ayant la composition de la couche de surface.
- La gaine est ensuite laminée sur un laminoir à pas de pélerin, jusqu'à son diamètre définitif.
- Les crayons de combustible dont la gaine est constituée par un tube duplex présentent une tenue à la corrosion externe généralisée dans l'ambiance du réacteur nucléaire, nettement améliorée. Cependant, la dureté et la résistance à l'usure de la couche de surface sont inférieures à celles des gaines en alliage de type classique.
- Il en résulte que, lors du chargement d'un assemblage combustible en crayons neufs ou lors du remplacement de crayons dans un assemblage combustible usagé, les gaines des crayons subissent, sur leur surface externe, une usure accrue, ce qui peut se traduire par l'apparition de défauts et par une corrosion locale accrue.
- Le but de l'invention est donc de proposer un crayon pour un assemblage combustible d'un réacteur nucléaire, contenant un matériau combustible nucléaire, à l'intérieur d'une gaine comportant une couche tubulaire interne et une couche de surface en des alliages de zirconium différents l'un de l'autre, ce crayon ayant une résistance à la corrosion externe et à l'usure nettement améliorée aussi bien par rapport aux crayons dont la gaine est constituée par un tube homogène en alliage de zirconium de type classique que par rapport aux crayons ayant une gaine constituée par un tube duplex.
- Dans ce but, la couche de surface comportant une épaisseur comprise entre 10 et 25 % de l'épaisseur totale de la paroi de la gaine est constituée par un alliage à base de zirconium contenant de 0,35 à 0,65 % en poids d'étain, de 0,20 à 0,65 % de fer, 0,09 à 0,16 % d'oxygène ainsi que du niobium dans une proportion de 0,35 à 0,65 % ou du vanadium dans une proportion de 0,25 à 0,35 %.
- L'invention est également relative à un crayon combustible dont la gaine comporte une couche tubulaire interne constituée par un alliage de zirconium renfermant de 0,8 à 1,2 % de niobium et une couche de surface selon la caractéristique principale de l'invention.
- Afin de bien faire comprendre l'invention, on va maintenant décrire, à titre d'exemples non limitatifs, plusieurs modes de réalisation d'un crayon combustible selon l'invention destiné à un assemblage combustible pour un réacteur nucléaire à eau sous pression.
- Dans tous les cas, la gaine du crayon combustible suivant l'invention est obtenue par extrusion puis laminage sur un laminoir à pas de pélerin d'une ébauche constituée par une âme tubulaire en alliage de zirconium sur laquelle est introduit un tube externe ayant une composition correspondant à la composition de la couche de surface telle que définie ci-dessus.
- Dans son état final, la gaine du crayon combustible suivant l'invention présente les caractéristiques dimensionnelles suivantes : diamètre extérieur 9,63 ± 0,04 mm, épaisseur totale minimale de la paroi de la gaine 0,605 mm, épaisseur minimale de la couche de surface 0,060 mm.
- La couche tubulaire interne est réalisée à partir d'un alliage de zirconium de type classique et d'application courante dans le cas de la fabrication des gaines de crayons combustibles pour assemblages destinés à des réacteurs nucléaires à eau sous pression.
- Un tel alliage à base de zirconium, désigné sous l'appellation de Zircaloy 4 renferme de 1,2 à 1,7 % d'étain, de 0,18 à 0,24 % de fer, 0,07 à 0,13 % de chrome, 0,0080 à 0,0200 % de carbone, 0,0050 à 0,012 % de silicium et 0,0900 à 0,1600 % d'oxygène, les pourcentages indiqués étant des pourcentages pondéraux, le total des pourcentages en poids des composants fer et chrome se situant entre 0,28 et 0,37 %. Le solde est constitué par du zirconium, à l'exception d'impuretés inévitables, dans des proportions très faibles.
- On a indiqué, dans le tableau donné ci-dessous, les compositions (en pourcentages pondéraux) de trois couches de surface correspondant respectivement aux exemples de réalisation 1, 2 et 3 de l'invention, ces couches présentant entre elles certaines différences de composition concernant les éléments d'addition introduits ou les pourcentrages pondéraux de ces éléments.
- Les compositions de la couche de surface des crayons combustibles suivant l'invention sont caractérisées par la présence d'étain dans une proportion significative de 0,35 à 0,65 %, par la présence de fer dans une proportion qui peut être variable mais qui est toujours comprise entre 0,20 et 0,65 %, par l'absence de chrome qui ne peut être présent qu'à titre d'impuretés résiduelles en quantité très faible ainsi que par la présence de l'un des éléments niobium et vanadium dans des proportions significatives et bien déterminées.
- Dans tous les cas, la présence simultanée d'étain et d'un élément tel que le niobium ou le vanadium permet d'obtenir à la fois des caractéristiques mécaniques très satisfaisantes et en particulier une forte dureté et des caractéristiques de tenue à la corrosion comparables à celles des alliages de zirconium renfermant du vanadium et exempt d'étain.
- Le vanadium et le niobium permettent de diminuer l'absorption superficielle d'hydrogène par la gaine et donc améliorent la tenue à la corrosion, dans l'ambiance du réacteur.
- A l'issue de son formage et après traitement thermique, la gaine duplex du crayon combustible suivant l'invention présente dans son ensemble une structure cristalline homogène sous forme de phase recristallisée.
- Dans ces exemples de réalisation d'un crayon combustible suivant l'invention, la couche tubulaire interne est constituée par un alliage à base de zirconium renfermant sensiblement 1 % de niobium, à l'exclusion de tout autre élément d'alliage métallique en quantité significative.
- Cette couche interne présente dans tous les cas la composition pondérale suivante : niobium 0,8 à 1,2 %, oxygène 0,09 à 0,16 %, le solde étant constitué, à l'exception d'impuretés inévitables en quantité très faible, par du zirconium.
- Les gaines des crayons combustibles selon les exemples de réalisation 4, 5 et 6 diffèrent entre elles par la composition de leur couche de surface.
- Dans le cas de l'exemple 4, la couche de surface présente la composition donnée ci-dessus dans le cas de l'exemple 1. De même, la couche de surface des gaines des crayons selon les exemples 5 et 6 présentent les compositions données ci-dessus en ce qui concerne les exemples de réalisation 2 et 3 respectivement.
- La gaine à l'état final présente une structure entièrement recristallisée.
- Des essais de tenue à la corrosion à 400° ont montré que les gaines composites des crayons suivant l'invention présentent des caractéristiques nettement améliorées par rapport aux gaines en Zircaloy 4.
- De plus, la tenue au fluage à 400° des gaines de crayons combustibles comportant une couche interne en alliage zirconium-niobium est très supérieure à la tenue au fluage des gaines en zircaloy 4 homogènes ou composites.
- De plus, selon un avantage particulier de cette invention, l'alliage Zr-Nb diminue notablement le risque de corrosion sous contrainte dû à l'interaction pastille-gaine, car cet alliage présente une perte de ductilité relative plus faible que celle des alliages de l'art antérieur.
- Dans tous les cas, la dureté de la couche superficielle à basse ou à haute température est très supérieure à la dureté de la couche de surface correspondante des gaines composites suivant l'art antérieur.
- L'invention ne se limite pas aux modes de réalisation qui ont été décrits.
- C'est ainsi qu'il est possible d'utiliser une couche interne constituée par un alliage de zirconium tel que le Zircaloy 2 renfermant 1,2 à 1,7 % d'étain, 0,07 à 0,2 % de fer, 0,05 à 0,15 % de chrome, 0,03 à 0,08 % de nickel et 0,07 à 0,15 % d'oxygène, la somme des pourcentages pondéraux en fer, chrome et nickel étant comprise entre 0,18 et 0,38 %.
- Il est possible également, en ce qui concerne la couche de surface, de sélectionner des intervalles de composition plus précis, à l'intérieur des intervalles donnés ci-dessus.
- Enfin, les crayons combustibles suivant l'invention peuvent être utilisés aussi bien dans le cas des assemblages combustibles pour les réacteurs nucléaires à eau sous pression que dans le cas des assemblages combustibles pour les réacteurs nucléaires à eau bouillante.
Claims (7)
- Crayon pour un assemblage combustible d'un réacteur nucléaire, contenant un matériau combustible nucléaire, à l'intérieur d'une gaine comportant une couche tubulaire interne et une couche de surface en des alliages de zirconium différents l'un de l'autre, caractérisé par le fait que la couche de surface présentant une épaisseur comprise entre 10 et 25 % de l'épaisseur totale de la paroi de la gaine est constitué par un alliage à base de zirconium contenant de 0,35 à 0,65 % en poids d'étain, de 0,20 à 0,65 % de fer, de 0,09 à 0,16 % d'oxygène ainsi que du niobium dans une proportion de 0,35 à 0,65 % ou du vanadium dans une proportion de 0,25 à 0,35 %, le solde, à l'exception des impuretés inévitables, étant constitué par du zirconium.
- Crayon suivant la revendication 1, caractérisé par le fait que la couche de surface est constituée par un alliage à base de zirconium contenant de 0,35 à 0,65 % d'étain, de 0,22 à 0,28 % de fer, de 0,09 à 0,16 % d'oxygène et de 0,35 à 0,65 % de niobium, le solde, à l'exception des impuretés éventuelles, étant constitué par du zirconium.
- Crayon suivant la revendication 1, caractérisé par le fait que la couche de surface est constituée par un alliage à base de zirconium contenant de 0,35 à 0,65 % d'étain, de 0,35 à 0,45 % de fer, de 0,09 à 0,16 % d'oxygène, de 0,35 à 0,65 % de niobium, le solde, à l'exception des impuretés éventuelles, étant constitué par du zirconium.
- Crayon suivant la revendication 1, caractérisé par le fait que la couche de surface est constituée par un alliage contenant de 0,35 à 0,65 % d'ètain, de 0,55 à 0,65 % de fer, de 0,09 à 0,16 % d'oxygène et de 0,25 à 0,35 % de vanadium, le solde, à l'exception des impuretés éventuelles, étant constitué par du zirconium.
- Crayon suivant l'une quelconque des revendications 1 à 4, caractérisé par le fait que la couche interne est constituée par un alliage à base de zirconium contenant de 1,2 à 1,7 % d'étain, de 0,18 à 0,24 % de fer, de 0,07 à 0,13 % de chrome, de 0,09 à 0,16 % d'oxygène, de 0,008 à 0,02 % de carbone, de 0,005 à 0,012 % de silicium, la somme des pourcentages pondéraux en fer et chrome étant comprise entre 0,28 et 0,37 %.
- Crayon suivant l'une quelconque des revendications 1 à 4, caractérisé par le fait que la couche interne de la gaine est constituée par un alliage à base de zirconium contenant de 1,2 à 1,7 % d'étain, de 0,07 à 0,2 % de fer, de 0,05 à 0,15 % de chrome, de 0,03 à 0,08 % de nickel.
- Crayon suivant l'une quelconque des revendications 1 à 4, caractérisé par le fait que la couche interne de la gaine est constituée par un alliage à base de zirconium contenant de 0,8 à 1,2 % de niobium et 0,09 à 0,16 % d'oxygène, le solde, à l'exception des impuretés éventuelles étant constitué par du zirconium.
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
DE9018123U DE9018123U1 (de) | 1989-01-23 | 1990-01-11 | Abriebs- und korrosionsfester Stab für Kernreaktorbrennstabbündel |
Applications Claiming Priority (2)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
FR8900761 | 1989-01-23 | ||
FR8900761A FR2642215B1 (fr) | 1989-01-23 | 1989-01-23 | Crayon pour assemblage combustible d'un reacteur nucleaire resistant a la corrosion et a l'usure |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
EP0380381A1 EP0380381A1 (fr) | 1990-08-01 |
EP0380381B1 true EP0380381B1 (fr) | 1994-04-27 |
Family
ID=9377980
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
EP90400082A Expired - Lifetime EP0380381B1 (fr) | 1989-01-23 | 1990-01-11 | Crayon pour assemblage combustible d'un réacteur nucléaire résistant à la corrosion et à l'usure |
Country Status (10)
Country | Link |
---|---|
US (1) | US5023048A (fr) |
EP (1) | EP0380381B1 (fr) |
JP (1) | JPH02271291A (fr) |
KR (1) | KR0178757B1 (fr) |
CN (1) | CN1025766C (fr) |
CA (1) | CA2007872A1 (fr) |
DE (1) | DE69008374T2 (fr) |
ES (1) | ES2056396T3 (fr) |
FR (1) | FR2642215B1 (fr) |
ZA (1) | ZA90431B (fr) |
Families Citing this family (27)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
FR2686445B1 (fr) * | 1992-01-17 | 1994-04-08 | Framatome Sa | Crayon de combustible nucleaire et procede de fabrication de la gaine d'un tel crayon. |
US5244514A (en) * | 1992-02-14 | 1993-09-14 | Combustion Engineering, Inc. | Creep resistant zirconium alloy |
EP0630514B1 (fr) * | 1992-03-13 | 1996-10-16 | Siemens Aktiengesellschaft | Element combustible d'un reacteur nucleaire, comportant un tube de gainage a deux couches |
US5247550A (en) * | 1992-03-27 | 1993-09-21 | Siemens Power Corporation | Corrosion resistant zirconium liner for nuclear fuel rod cladding |
US5254308A (en) * | 1992-12-24 | 1993-10-19 | Combustion Engineering, Inc. | Zirconium alloy with improved post-irradiation properties |
US5278882A (en) * | 1992-12-30 | 1994-01-11 | Combustion Engineering, Inc. | Zirconium alloy with superior corrosion resistance |
DE4314708A1 (de) * | 1993-05-04 | 1994-11-10 | Siemens Ag | Brennstab mit vorbestimmtem Sekundärschaden |
US5366690A (en) * | 1993-06-18 | 1994-11-22 | Combustion Engineering, Inc. | Zirconium alloy with tin, nitrogen, and niobium additions |
SE503349C2 (sv) * | 1994-09-09 | 1996-05-28 | Asea Atom Ab | Kärnbränsleelement innefattande en kapsling med ett yttre skikt av Zr-Sn-Fe-legering |
FR2730090B1 (fr) * | 1995-01-30 | 1997-04-04 | Framatome Sa | Tube en alliage a base de zirconium pour assemblage combustible nucleaire et procede de fabrication d'un tel tube |
FR2737335B1 (fr) * | 1995-07-27 | 1997-10-10 | Framatome Sa | Tube pour assemblage de combustible nucleaire et procede de fabrication d'un tel tube |
US5711826A (en) * | 1996-04-12 | 1998-01-27 | Crs Holdings, Inc. | Functionally gradient cladding for nuclear fuel rods |
US6005906A (en) * | 1996-06-12 | 1999-12-21 | Siemens Power Corporation | Corrosion and hydride resistant nuclear fuel rod |
US7985373B2 (en) * | 1998-03-31 | 2011-07-26 | Framatome Anp | Alloy and tube for nuclear fuel assembly and method for making same |
SE513185C2 (sv) † | 1998-12-11 | 2000-07-24 | Asea Atom Ab | Zirkoniumbaserad legering och komponent i en kärnenergianläggning |
JP4718656B2 (ja) * | 1999-07-30 | 2011-07-06 | 三菱重工業株式会社 | 原子燃料集合体用Zr合金 |
US20020159559A1 (en) * | 2001-01-09 | 2002-10-31 | Takeshi Isobe | Fuel cladding pipe made of Zr alloy for nuclear reactor |
RU2262753C2 (ru) * | 2003-10-06 | 2005-10-20 | Российская Федерация, от имени которой выступает Министерство Российской Федерации по атомной энергии | Твэл реактора на быстрых нейтронах (варианты) и оболочка для его изготовления |
US10221475B2 (en) | 2004-03-23 | 2019-03-05 | Westinghouse Electric Company Llc | Zirconium alloys with improved corrosion/creep resistance |
US9284629B2 (en) | 2004-03-23 | 2016-03-15 | Westinghouse Electric Company Llc | Zirconium alloys with improved corrosion/creep resistance due to final heat treatments |
JP4982654B2 (ja) * | 2005-03-23 | 2012-07-25 | ウエスチングハウス・エレクトリック・カンパニー・エルエルシー | 耐食性が改善されたジルコニウム合金および耐食性が改善されたジルコニウム合金の製造方法 |
SE530673C2 (sv) | 2006-08-24 | 2008-08-05 | Westinghouse Electric Sweden | Vattenreaktorbränslekapslingsrör |
FR2909798A1 (fr) * | 2006-12-11 | 2008-06-13 | Areva Np Sas | Procede de conception d'un assemblage de combustible optimise en fonction des contraintes d'utilisation en reacteur nucleaire a eau legere,et assemblage de combustible en resultant. |
JP5916286B2 (ja) | 2010-11-08 | 2016-05-11 | 株式会社日立製作所 | 高耐食ジルコニウム合金材料の製造方法 |
CN103898368B (zh) * | 2012-12-27 | 2017-05-17 | 中国核动力研究设计院 | 一种核燃料组件用锆基合金 |
CN103074521A (zh) * | 2013-01-16 | 2013-05-01 | 上海大学 | 核电站燃料包壳用含钯的锆合金 |
CN110093546B (zh) * | 2019-04-01 | 2020-11-06 | 昆明理工大学 | 一种AlFeMoNbZr核包壳高熵合金材料及其制备方法 |
Family Cites Families (5)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE1202985B (de) * | 1962-09-29 | 1965-10-14 | Siemens Ag | Zirkoniumlegierung |
JPS6224182A (ja) * | 1985-03-08 | 1987-02-02 | ウエスチングハウス・エレクトリック・コ−ポレ−ション | 原子炉燃料被覆管 |
DE3528545A1 (de) * | 1985-08-08 | 1987-02-19 | Kraftwerk Union Ag | Brennstab fuer ein kernreaktorbrennelement |
JPH0812259B2 (ja) * | 1986-02-18 | 1996-02-07 | 株式会社東芝 | 核燃料要素 |
US4783311A (en) * | 1986-10-17 | 1988-11-08 | Westinghouse Electric Corp. | Pellet-clad interaction resistant nuclear fuel element |
-
1989
- 1989-01-23 FR FR8900761A patent/FR2642215B1/fr not_active Expired - Lifetime
-
1990
- 1990-01-11 EP EP90400082A patent/EP0380381B1/fr not_active Expired - Lifetime
- 1990-01-11 ES ES90400082T patent/ES2056396T3/es not_active Expired - Lifetime
- 1990-01-11 DE DE69008374T patent/DE69008374T2/de not_active Expired - Fee Related
- 1990-01-16 CA CA002007872A patent/CA2007872A1/fr not_active Abandoned
- 1990-01-22 ZA ZA90431A patent/ZA90431B/xx unknown
- 1990-01-22 US US07/468,330 patent/US5023048A/en not_active Expired - Fee Related
- 1990-01-23 JP JP2013427A patent/JPH02271291A/ja active Pending
- 1990-01-23 KR KR1019900000745A patent/KR0178757B1/ko not_active IP Right Cessation
- 1990-01-23 CN CN90100366A patent/CN1025766C/zh not_active Expired - Fee Related
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
KR910000045A (ko) | 1991-01-01 |
ES2056396T3 (es) | 1994-10-01 |
DE69008374D1 (de) | 1994-06-01 |
EP0380381A1 (fr) | 1990-08-01 |
CA2007872A1 (fr) | 1990-07-23 |
FR2642215B1 (fr) | 1992-10-02 |
DE69008374T2 (de) | 1994-08-18 |
CN1025766C (zh) | 1994-08-24 |
ZA90431B (en) | 1991-08-28 |
US5023048A (en) | 1991-06-11 |
CN1045480A (zh) | 1990-09-19 |
KR0178757B1 (ko) | 1999-05-15 |
FR2642215A1 (fr) | 1990-07-27 |
JPH02271291A (ja) | 1990-11-06 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
EP0380381B1 (fr) | Crayon pour assemblage combustible d'un réacteur nucléaire résistant à la corrosion et à l'usure | |
EP0552098B1 (fr) | Crayon de combustible nucléaire et procédé de fabrication de la gaine d'un tel crayon | |
EP1338015A1 (fr) | Crayon comportant un empilement de pastilles de combustible nucleaire oxyde | |
EP1232291B1 (fr) | Alliage a base de zirconium a forte resistance a la corrosion et a l'hydruration par l'eau et la vapeur d'eau et procede de transformation thermomecanique de l'alliage | |
US20200335231A1 (en) | A cladding tube, and a method of manufacturing a cladding tube | |
EP0808503B1 (fr) | Tube en alliage a base de zirconium pour assemblage combustible de reacteur nucleaire et procede de fabrication d'un tel tube | |
EP0845146B1 (fr) | Crayon absorbant pour grappe de commande de reacteur nucleaire et procede de fabrication | |
FR2561431A1 (fr) | Tubes de gainage pour element de combustible nucleaire | |
KR19980080772A (ko) | 가압수 원자로용 핵연료봉 | |
KR19980081820A (ko) | 가압수로 핵연료 조립체 | |
CA2324880C (fr) | Alliage de zirconium et de niobium comprenant de l'erbium comme poison neutronique consommable son procede de preparation et piece comprenant ledit alliage | |
FR2526213A1 (fr) | Gaine composite pour element de combustible nucleaire | |
EP0274297B1 (fr) | Assemblage combustible nucléaire à gaines revêtues et procédé de revêtement de telles gaines | |
KR940002699B1 (ko) | 수형 원자로용 핵연료 피복관 | |
CA1168769A (fr) | Barre de combustible pour reacteur nucleaire | |
FR2526211A1 (fr) | Gaine composite pour element de combustible nucleaire et element de combustible nucleaire | |
EP0689616B1 (fr) | Alliages de zirconium resistant a la corrosion, utilisables notamment dans les reacteurs a eau | |
KR100323299B1 (ko) | 비스무트와 니오븀을 함유한 고강도 지르코늄 합금 | |
WO2023126387A1 (fr) | Gaine de combustible nucléaire et procédé de fabrication d'une telle gaine | |
JPH11118968A (ja) | 原子炉燃料用複合被覆管 | |
KR19980080623A (ko) | 비스무스를 함유하는 고강도 지르코늄 합금 | |
Vesterlund | Fuel rod for a nuclear reactor | |
JP2000026929A (ja) | 高張力ジルコニウム合金 |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
PUAI | Public reference made under article 153(3) epc to a published international application that has entered the european phase |
Free format text: ORIGINAL CODE: 0009012 |
|
AK | Designated contracting states |
Kind code of ref document: A1 Designated state(s): BE CH DE ES GB IT LI SE |
|
17P | Request for examination filed |
Effective date: 19900730 |
|
17Q | First examination report despatched |
Effective date: 19921023 |
|
GRAA | (expected) grant |
Free format text: ORIGINAL CODE: 0009210 |
|
AK | Designated contracting states |
Kind code of ref document: B1 Designated state(s): BE CH DE ES GB IT LI SE |
|
PG25 | Lapsed in a contracting state [announced via postgrant information from national office to epo] |
Ref country code: IT Free format text: LAPSE BECAUSE OF FAILURE TO SUBMIT A TRANSLATION OF THE DESCRIPTION OR TO PAY THE FEE WITHIN THE PRESCRIBED TIME-LIMIT;WARNING: LAPSES OF ITALIAN PATENTS WITH EFFECTIVE DATE BEFORE 2007 MAY HAVE OCCURRED AT ANY TIME BEFORE 2007. THE CORRECT EFFECTIVE DATE MAY BE DIFFERENT FROM THE ONE RECORDED. Effective date: 19940427 |
|
REF | Corresponds to: |
Ref document number: 69008374 Country of ref document: DE Date of ref document: 19940601 |
|
GBT | Gb: translation of ep patent filed (gb section 77(6)(a)/1977) |
Effective date: 19940720 |
|
REG | Reference to a national code |
Ref country code: ES Ref legal event code: FG2A Ref document number: 2056396 Country of ref document: ES Kind code of ref document: T3 |
|
PLBI | Opposition filed |
Free format text: ORIGINAL CODE: 0009260 |
|
EAL | Se: european patent in force in sweden |
Ref document number: 90400082.5 |
|
PG25 | Lapsed in a contracting state [announced via postgrant information from national office to epo] |
Ref country code: CH Effective date: 19950131 Ref country code: LI Effective date: 19950131 |
|
26 | Opposition filed |
Opponent name: SIEMENS AG Effective date: 19950125 |
|
RAP2 | Party data changed (patent owner data changed or rights of a patent transferred) |
Owner name: ZIRCOTUBE Owner name: CEZUS COMPAGNIE EUROPEENNE DU ZIRCONIUM Owner name: COGEMA Owner name: FRAMATOME |
|
REG | Reference to a national code |
Ref country code: CH Ref legal event code: PL |
|
PLBO | Opposition rejected |
Free format text: ORIGINAL CODE: EPIDOS REJO |
|
APAC | Appeal dossier modified |
Free format text: ORIGINAL CODE: EPIDOS NOAPO |
|
APAE | Appeal reference modified |
Free format text: ORIGINAL CODE: EPIDOS REFNO |
|
APCC | Communication from the board of appeal sent |
Free format text: ORIGINAL CODE: EPIDOS OBAPO |
|
APAC | Appeal dossier modified |
Free format text: ORIGINAL CODE: EPIDOS NOAPO |
|
PLBQ | Unpublished change to opponent data |
Free format text: ORIGINAL CODE: EPIDOS OPPO |
|
PLAB | Opposition data, opponent's data or that of the opponent's representative modified |
Free format text: ORIGINAL CODE: 0009299OPPO |
|
R26 | Opposition filed (corrected) |
Opponent name: SIEMENS AG Effective date: 19950125 |
|
RAP2 | Party data changed (patent owner data changed or rights of a patent transferred) |
Owner name: FRAMATOME Owner name: CEZUS COMPAGNIE EUROPEENNE DU ZIRCONIUM Owner name: ZIRCOTUBE |
|
PLBL | Opposition procedure terminated |
Free format text: ORIGINAL CODE: EPIDOS OPPC |
|
PLBM | Termination of opposition procedure: date of legal effect published |
Free format text: ORIGINAL CODE: 0009276 |
|
STAA | Information on the status of an ep patent application or granted ep patent |
Free format text: STATUS: OPPOSITION PROCEDURE CLOSED |
|
REG | Reference to a national code |
Ref country code: GB Ref legal event code: 732E |
|
27C | Opposition proceedings terminated |
Effective date: 20010503 |
|
BECH | Be: change of holder |
Free format text: 20010109 *FRAMATOME;*CEZUS CIE EUROPEENNE DU ZIRCONIUM |
|
REG | Reference to a national code |
Ref country code: GB Ref legal event code: IF02 |
|
REG | Reference to a national code |
Ref country code: ES Ref legal event code: PC2A |
|
PGFP | Annual fee paid to national office [announced via postgrant information from national office to epo] |
Ref country code: SE Payment date: 20021218 Year of fee payment: 14 |
|
PGFP | Annual fee paid to national office [announced via postgrant information from national office to epo] |
Ref country code: ES Payment date: 20021231 Year of fee payment: 14 |
|
PGFP | Annual fee paid to national office [announced via postgrant information from national office to epo] |
Ref country code: GB Payment date: 20030103 Year of fee payment: 14 |
|
PGFP | Annual fee paid to national office [announced via postgrant information from national office to epo] |
Ref country code: DE Payment date: 20030108 Year of fee payment: 14 |
|
PGFP | Annual fee paid to national office [announced via postgrant information from national office to epo] |
Ref country code: BE Payment date: 20030213 Year of fee payment: 14 |
|
REG | Reference to a national code |
Ref country code: GB Ref legal event code: 732E |
|
PG25 | Lapsed in a contracting state [announced via postgrant information from national office to epo] |
Ref country code: GB Free format text: LAPSE BECAUSE OF NON-PAYMENT OF DUE FEES Effective date: 20040111 |
|
PG25 | Lapsed in a contracting state [announced via postgrant information from national office to epo] |
Ref country code: ES Free format text: LAPSE BECAUSE OF NON-PAYMENT OF DUE FEES Effective date: 20040112 Ref country code: SE Free format text: LAPSE BECAUSE OF NON-PAYMENT OF DUE FEES Effective date: 20040112 |
|
PG25 | Lapsed in a contracting state [announced via postgrant information from national office to epo] |
Ref country code: BE Free format text: LAPSE BECAUSE OF NON-PAYMENT OF DUE FEES Effective date: 20040131 |
|
BERE | Be: lapsed |
Owner name: *CEZUS CIE EUROPEENNE DU ZIRCONIUM Effective date: 20040131 Owner name: *FRAMATOME ANP Effective date: 20040131 |
|
PG25 | Lapsed in a contracting state [announced via postgrant information from national office to epo] |
Ref country code: DE Free format text: LAPSE BECAUSE OF NON-PAYMENT OF DUE FEES Effective date: 20040803 |
|
EUG | Se: european patent has lapsed | ||
GBPC | Gb: european patent ceased through non-payment of renewal fee |
Effective date: 20040111 |
|
REG | Reference to a national code |
Ref country code: ES Ref legal event code: FD2A Effective date: 20040112 |
|
APAH | Appeal reference modified |
Free format text: ORIGINAL CODE: EPIDOSCREFNO |